核电站系统汇总

核工程导论

第四章

核电站系统

SystemsofNuclearPowerPlant(NPP)上海交通大学2010年第四章核电站系统

SystemsofNuclearPowerPlant(NNP)4.1核电厂工作原理

4.2核电厂的组成与主系统4.3核电厂的主要设备4.4核电厂的控制4.1核电厂工作原理电是如何产生的？压水堆pressurizedwaterreactor沸水堆boilingwaterreactor重水堆heavywaterreactor石墨水冷堆graphitewatercoolingreactor高温气冷堆high-temperaturegascoolingreactor快中子增殖堆fastbreedingreactor蒸汽推动汽轮机发电火电厂电是如何产生的？核电厂发电效率要求：汽轮机入口工质温度高水水压水堆核电站工作原理

PressurizedWaterReactor(PWR)压力容器稳压器主泵主管道蒸发器汽轮机发电机冷凝器输配电二回路一回路基本参数： 一回路：压力154bar,高压水 二回路：压力~55bar,出口饱和蒸汽蒸汽压水堆的主要特性

CharacteristicsofPressurizedWaterReactor(PWR)核燃料fuel

低浓缩铀low-enricheduranium，~2％富集度enrichment慢化剂moderator轻水lightwater冷却剂coolant轻水lightwater回路loop：二个回路压力pressure：一回路：15.4Mpa，二回路：~5.5Mpa一回路水保持在不发生整体沸腾二回路为蒸发器出口饱和蒸汽蒸汽温度steamtemperature：饱和蒸汽saturatedsteam换料

refueling：12个月18个月目前，全球共有441台在运行的核电机组，其中209台是压水堆压水堆是上国际上使用最广泛的堆型法国在运行的核电站都是压水堆蒸汽单回路沸水堆核电站工作原理

BoilingWaterReactor(BWR)反应堆容器水沸水堆的主要特性

CharacteristicsofBoilingWaterReactor(BWR)核燃料：低浓缩铀，~2％富集度慢化剂：轻水冷却剂：轻水回路：一个回路堆芯：直流蒸发器压力：一回路：5~7Mpa一回路冷却水在堆芯内发生沸腾，并将产生的蒸汽直接送给汽轮发电重水堆核电站工作原理

HeavyWaterReactor重水作慢化剂和冷却剂，天然铀核燃料，不停堆换料汽轮机蒸汽发生器排管容器压力管重水蒸汽轻水一回路二回路Candu重水堆的主要特性

CharacteristicsofCanduHeavyWaterReactor(BWR)核燃料：天然铀naturaluranium，0.71％富集度慢化剂：重水heavywater冷却剂：重水、轻水water回路：二个回路twoloops堆芯：压力管pressuretube压力：一回路60bar换料：不停堆CANDU堆的优缺点用天然铀作燃料，燃料循环简单由于重水吸收中子的能力比轻水弱200多倍，所以重水反应堆可以采用天然铀作燃料建造重水堆不需要建浓缩铀厂，只要具备天然铀燃料生产能力就可以天然铀需要量少，产钚量高若压水堆的卸料不进行后处理的话，重水堆的天然铀需要量要比压水堆的少些在相同发电量的情况下，重水堆产钚量要比压水堆多，这可为快中子堆积累更多的燃料而且在特殊情况下，还可以用于军用RBMK石墨慢化轻水冷却核电厂

GraphiteModeratorWaterCoolingReactor堆芯压力管蒸汽石墨块液体分配箱汽水分离器世界上第一个核电站的堆型切尔诺贝利核电站的堆型燃料棒石墨水冷堆核电站的主要特性

CharacteristicsofGraphiteModeratorWaterCoolingReactor核燃料：天然铀，0.71％富集度慢化剂：石墨冷却剂：轻水回路：一个回路，堆芯：压力管，沸水型换料：不停堆优点：功率可以设计非常大缺点：堆芯太大、不易控制有些条件下可能会有正空泡份额高温气冷堆工作原理

High-temperatureGasCoolingReactor(HTGR)高温气冷堆的核燃料直径60mm蒸汽发生器反应堆容器高温气冷堆的主要特性

CharacteristicsofHTGR核燃料：低浓铀或高浓铀加钍的氧化物（或碳化物），高温陶瓷型颗粒燃料慢化剂：石墨冷却剂：氦气回路：二个回路：蒸汽轮机一个回路：氦气轮机堆芯：由球形燃料和石墨反射层组成压力：4Mpa堆芯出口温度：大于750℃。换料：堆顶部连续装入堆芯，同时从堆芯底部卸料管连续卸出乏燃料球快中子增殖堆工作原理

FastBreederReactor(FBR)堆芯中间热交换器钠池容器钠泵蒸汽发生器快中子增殖堆的主要特性

CharacteristicsofFBR核燃料：浓缩铀、钚－239（铀-238）中子：快中子慢化剂：无冷却剂：液态金属钠，铅铋和氦气回路：三个回路

一回路钠、中间回路钠、二回路蒸汽堆芯：池式,钠的出口温度:约为550℃，增殖原理：铀－238吸收中子生成钚－239研究堆

ResearchReactor用途医学和核方面的研究，包括同位素的生产物理、化学和生物领域内的教学研究和实验材料检验人员培训原型反应堆设计研究类型工具堆 它主要用来考验新堆的燃料、材料和部件，同时也用来进行新堆的物理特性实验研究中子源堆 它主要用来提供中子束进行研究工作，为物理、化学、生物和医学研究提供服务，同时也生产放射性同位素高通量研究堆

High-fluxResearchReactor

研究堆的主要用途是利用堆内的中子进行各种辐照和科学研究工作，所以，研究堆的首要要求就是较高的中子通量低通量堆中于通量小于1×1012中子/(厘米2·秒）的反应堆；中等通量堆在1×1012~1×1014中子／（厘米2·秒）之间高通量堆大于5X1014中子／（厘米2·秒）据不完全统计，最高中子通量为5×1014中子／（厘米2·秒）以上的研究堆，全世界只有15座最高中子通量为10×1014中子／（厘米2·秒）以上的研究堆，全世界只有10座脉冲反应堆(TRIGA堆)

脉冲反应堆是美国通用动力公司通用原子部（GA）在50年代末发展起来的一种小型均匀研究堆也叫作TRIGA堆（TrainingResearchandIsotopeProductionReactorofGeneralAtomic，即美国海湾通用动力公司通用原子部的培训、研究和制备同位素反应堆）采用氢化锆和铀均匀弥散混合作为固体燃料一慢化剂元件，构成一种池式反应堆特点采用铀氢锆合金作为燃料一慢化元件，具有良好的负反馈性能固有安全性和较硬的中子能谱主要用途有用它来生产中短寿命放射性同位素，如用于疾病治疗的氮-13、氟-18、镁-28、铬-5l、氙-131、锝-99、碘-125、碘-131、金-198等，就近供应用户用于中子活化分析中子照相，脉冲堆的峰值中子通量比稳态堆高3个量级，脉冲中子照相速度快、质量好、成本低，它能测出的最小裂纹达0．025毫米，位错0．125毫米，检查锻钢件厚度达500毫米，尤其可对特殊材料进行无损探伤利用脉冲堆可开展多种基础学科的研究，如核物理、中子物理、凝聚态物理、放射化学、分子生物学、材料科学等的实验研究；脉冲堆装备辐照孔道，可对各种材料、构件或样品进行辐照实验用于教学和人员的培训，这是由于脉冲堆安全性很高，可以建在大学校园内作为教学堆，不会因误操作而导致严重事故，可以进行事故分析脉冲反应堆生产反应堆用途生产军用钚主要类型石墨气冷反应堆

天然铀石墨气冷堆又称镁格诺克斯堆（Magnox），因为采用镁作燃料元件包壳而得名堆体结构是由大量石墨块砌成的，每块石墨上刻有20厘米宽的槽，用以安装燃料元件反应堆采用二氧化碳作冷却剂。二氧化碳从燃料元件与石墨孔道的间隙中流过，流出堆芯后进入蒸汽发生器，经过热交换后将热量传递给二次回路的水，使其变成蒸汽推动汽轮机发电被冷却的二氧化碳被风机重新打回反应堆堆芯中天然铀石墨气冷堆是英、法两国早期生产堆的主体，对两国早期生产军用钚做出过很大的贡献低温核供热站海水淡化反应堆4.2核电厂的组成（压水堆）核电站厂房PlantBuildings按分岛形式分类核岛（安全壳） NuclearIsland(Containment)常规岛（汽轮发电机厂房） ConventionalIsland(TurbineBuilding)BOP（电站辅助与公用设施） BalanceofPlant核电站的内部巡游蒸汽发生器反应堆汽轮机安全壳核电站厂房

安全壳厂房汽轮发电机厂房一回路辅助厂房

CANDU厂房布置百万级核电厂厂房布置安全壳Containment名称安全壳Containment反应堆厂房ReactorBuilding核岛NuclearIsland一号厂房No.1Building作用将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容在一起，以防止放射性物质向外扩散即使在核电站发生最严重事故时，放射性物质仍能全部被封闭在安全壳内不致影响到周围环境安全壳结构结构内径约40米，壁厚约1米，高约65-70米的圆柱状或球形预应力混凝土大型建筑物内设置有直径为10米的设备闸门和一个联接辅助厂房的人员闸门顶部设置有起吊能力为250－300t的环形吊车环形吊车压力容器蒸发器秦山核电三期秦山核电二期安全壳内部布置反应堆厂房环形吊车压力容器PressureVessel蒸发器SteamGenerator核岛压水堆安全壳反应堆堆芯

蒸气发生器冷却水循环泵汽轮发电机通向电网核蒸汽供应系统CANDU安全壳示意图汽轮机厂房名称气轮机厂房TurbineBuilding常规岛ConventionalIsland二号厂房No.2Building秦山核电二期汽轮机厂房秦山核电三期汽轮机厂房

ConventionalIslandBOP系统（BalanceOfPlant)电厂辅助与公用设施海水循环输变电取排水应急柴油发电机组电厂辅助服务设施

核电厂的主系统（压水堆）一回路系统PrimaryLoopSystem

核蒸汽供应系统

NuclearSteamSupplySystem,NSSS主系统辅助系统二回路系统SecondLoopSystem主给水系统

FeedwaterSystem主蒸汽系统

MainSteamSystem专设安全设施安全注射系统

SafetyInjectionSystem（应急堆芯冷却系统EmergencyCoreCoolingSystem,ECCS）安全壳系统

ContaimentSystem安全壳喷淋系统

ContaimentSpraySystem核电站系统全图核蒸汽供应系统常规岛和BOP系统核蒸汽供应系统(一回路系统)主冷却剂系统CoolantSystem安全注射系统ECCSEmergencyCoreCoolingSystem化学容积控制系统CVCSChemicalVolumeControlSystem稳压器系统PressurizerSystem核蒸汽供应系统的特性

NuclearSteamSupplySystem，NSSS组成反应堆冷却剂系统为支持一次冷却剂系统正常运行和保证反应堆安全并直接与一次冷却剂系统相连接的主要辅助系统化学与容积控制系统停堆冷却剂系统,余热排出系统安全注射系统，应急堆芯冷却系统疏排水系统取样系统功能将核燃料在反应堆中释放出的热能传输至蒸汽发生器产生蒸汽，以便最终用于电力生产(见一次冷却剂系统)具有保证反应堆安全的功能一回路系统,核蒸汽供应系统

NuclearSteamSupplySystemNSSS主系统反应堆冷却剂系统

CoolantSystem压力容器PressureVessel,ReactorVessel主泵，冷却剂泵MainPump，ReactorCoolantPump(RCP)蒸气发生器SteamGenerator稳压器Pressurizer主管道MainPipe稳压器系统电加热器,heaterelements喷淋系统,sprayersystem压力保护系统,pressureprotectionsystem辅助系统化学容积控制系统ChemicalVolumeControlSystem,CVCS余热排出系统，ResidualHeatRemoveSystem,RHRS安全注射系统，应急堆芯冷却系统，SafetyInjectionSystem,

EmergencyCoreCoolingSystem高压安注系统，High-pressureInjectionSystem蓄压箱系统（中压安注）Accumulator低压安注系统,Low-pressureInjectionSystem反应堆冷却剂系统

ReactorCoolantSystem(RCS)主管道Mainpipe

名称反应堆冷却剂系统

ReactorCoolantSystem一次侧冷却剂系统

PrimaryCoolantSystem一回路

PrimaryLoop主系统反应堆冷却剂系统的特性（1）功能在核电厂正常运行期间，由反应堆冷却剂冷却堆芯，同时导出堆芯产生的热量，通过蒸汽发生器加热二回路侧水产生蒸汽发电在其他工况下为堆芯提供冷却条件(见余热排出系统、安全注射系统)控制一次冷却剂中的硼含量以补偿和控制反应性以一次冷却剂系统的压力边界作为防止放射性物质向外释放的一道重要屏障冷却剂兼作慢化剂和反射层组成压水堆压力容器两条至四条并联的环路稳压器系统主参数一次冷却剂的工作压力通常为15.2~15.5MPa正常运行时由稳压器控制使压力保持在规定限值以内，并由卸压阀和安全阀提供超压保护一次冷却剂的平均温度通常为300~310℃其反应堆出口温度通常为315~330℃反应堆进出口温差在满功率时约30℃反应堆冷却剂系统的特性（2）设备要求本系统所有承压边界的设备及管道均属于核安全1级和抗震Ⅰ类

布置要求本系统全部布置在安全壳内，以防止放射性物质向环境泄漏把各设备和管道按隔离原则分别布置在安全壳的各个隔离室内，以防止飞射物损坏本系统设备应使蒸汽发生器的位置高于反应堆位置，以保证系统具有足够的自然循环能力，在主泵失效时也能排出堆芯余热反应堆冷却剂系统流程图

RCS压力容器MSFWHTRHTRMSFWAB稳压器蒸发器蒸发器主泵主泵稳压器蒸发器主泵作用：安置堆芯、控制裂变链式反应、导出热量、产生蒸气的重要系统放射性的第二道屏障构成主系统的压力边界CANDU和PWR一回路系统的比较CANDUPWR蒸汽出口反应堆本体给水入口SGWSHGSBRV10BV12V14V10AV11V13V15SRC005TKSRDV01BV01AVO2AVO2BVO3AVO3BVO4AVO5AVO4BVO5BSRC003PZAB喷淋电加热器安全阀卸压阀卸压箱稳压器系统

PressuriezerSystemFEEDWATERRWSTA1A2B1B2ABSumpBSumpAABBAFPTL反应堆冷却剂系统和安全壳(核岛)

NuclearIsland反应堆厂房布置化学和容积控制系统

ChemicalandVolumeControlSystem，CVCS作用一次冷却剂系统中的一个重要辅助系统用于调节一次冷却剂中硼的浓度以补偿反应性变化补充和保持压力边界内冷却剂的容积连续净化一次冷却剂功能在核电厂反应堆正常运行及停堆时，净化一次冷却剂，使其保持规定的水质指标补偿一次冷却剂由于其温度的变化、流失或添加所引起的容积变化调节一次冷却剂中的硼浓度，以补偿由一次冷却剂温度变化、氙毒、燃耗等物理参数变化所引起的反应性的缓慢变化，并在维修或换料时提供足够的停堆深度作为安全注射系统的补充，在事故工况时，将含硼水注入一次冷却剂系统提供主泵轴封水并收集轴封回流水向换料水箱及乏燃料池提供含硼水

7000ppmBST7000ppmBST2000ppmRWSTVCTV521BV512AV104AV104BBATPBBATPAV528A过滤器V224BV224AV233BV233AV234BV235BV236BV234AV235AV236AV006主泵轴封APRZA环冷段B环冷段V237AV238AV239AV237BV238BV239BV012V008主泵轴封BV467AV462AV467BV462B再生热交换器上充泵A上充泵B硼酸贮存箱B硼酸贮存箱A换料水箱容积控制箱硼酸驳运泵B硼酸驳运泵A化容上充SCV-IC8本底V461AV461BV528BV216AV216B化容系统流程图余热排出系统

ResidualHeatRemovalsystem，RHR作用用于冷停堆时排出堆芯余热的系统，亦称停堆冷却系统很多核电厂中，本系统还兼作安全注射系统的低压注射分系统主要功能正常冷却停堆的第二阶段，即当一次冷却剂系统的压力和温度分别达到2.5~3.0MPa和175~180℃时，把停堆后的堆芯余热以及系统内介质和设备的热量，通过设备冷却水系统传输至最终热阱，使反应堆冷却剂的温度以一定速率降到冷停堆或换料操作温度，并保持这个温度在反应堆更换燃料开始时，将换料水箱内的含硼水输入换料水池，换料结束后，再将换料水池内的含硼水送回换料水箱失水事故时，兼作低压安全注射部分，将换料水箱内的含硼水或安全壳再循环地坑内的水，注入堆芯。A环热段V01AV01CV26A安全壳内安全壳外余热排除泵AV17AA环冷段设冷水B环热段V01BV01DV26B余热排除泵BV17BB环冷段设冷水V09AV09B余热排出系统热交换器B余热排出系统热交换器A设冷水设冷水安全壳内余热排出系统

ResidualHeatRemovalSystem安全注射系统

SafetyInjectionSystem,SIS名称安全注射系统(SafetyInjectionSystem,SIS)应急堆芯冷却系统(EmergenceyCoreCoolingSystem,ECCS)作用一回路管道和设备发生破损事故后迅速向堆芯注射硼水，为堆芯提供应急和持续冷却的系统专设安全设施之一有些核电厂设置应急加硼装置当主蒸汽管道破裂时，利用化学和容积控制系统的离心上充泵或高压安全注射泵从应急加硼箱内将硼浓度高达7000~21000ppm的含硼水注入堆芯，向堆芯引入负反应性，保证反应堆不会重返临界，使反应堆保持安全停堆状态组成高压安注(HighPressureSafetyInjection)安全注射箱（蓄压箱，Accumulator）低压安注(LowPressureSafetyInjection)ACC-AV03BV03ASumpASumpBV01AV01BBV24CV24IV24LV24FV24JV24GV24DV24ASRH-V11ASRH-V11BSRH-V02BSRH-V02ASRH-V04ASRH-V04BSRH-V05BSRH-V05ARHEx-BV50BRHEx-AV50ARHR-P-ARHR-P-BV28AV28CV28EV28GV28BV28FV28DV28HV35CV35DV35AV35BA1A2B1B2V40AV40BV41AV41BSRH-V28BSRH-V28ARWSTMISSILEBARIERAV02BV02AV34AV34BV34CV34D安全壳外安全壳内安全壳外安注箱B换料水箱安注箱AHPISLPIS高压安注p<~100pa低压安注p<~10pa安注箱p<~60pa安注系统（应急堆芯冷却系统ECCS）

SafetyInjectionSystem

（EmergencyCoreCoolantSystem）高压注射中压注射低压注射应急水箱CANDU应急堆芯冷却系统（ECCS）

EmergencyCoreCoolantSystem二回路系统二回路系统主系统majorsystems主蒸气系统steamsystem主给水系统feedwatersystem辅助给水系统auxilialyfeedwatersystem汽轮机发电机turbineandgeneratorsystem冷凝器系统condensor辅助系统sub-systems蒸气旁排系统，steamdumpsystem设备冷却系统Equipmentcoolingsystem应急柴油机emergencydieselgenerators最终热阱ultimateheatsink二回路系统主蒸气系统主给水系统V01B给水系统

FeedwaterSystemFEEDWATERMANIFOLDv11FFFFFFPRIMARYLOOPBPRIMARYLOOPAMSMSFEEDWATERMANIFOLDEMERGENCYFEEDWATERTANKSRC002ASGSRC002BSGSMF-V001AV002AV005AV007AV004AV008AV003AV006ASAF-V10AV09AV09BSAF-V10BDIESELDRIVENPUMPAMOTORDRIVENPUMPAV03AV03BSMF-V001BV002BV005BV007BV004BV008BV003BV006BV10CV09CV09DV10DDIESELDRIVENPUMPBMOTORDRIVENPUMPBV01AFEEDWATERCONTROLv05V05BV08BV04BV10AV09AV08Av04v06Av02Bv02ASSF-V10BV08B除氧器V04AV07AV08A除氧器SSF-v12v02v03V03DSSF-V07Av08Cv08Dv07Cv05Cv07Dv05Dv02Cv02Dv09BV03CV05AV07AV06BV07B加热器给水泵主给水系统辅助给水系统FWPTV006BV007BV008BV009BV001BV002BV003BV004BV004BV005BV005DV004DFsilencerPRIMARYLOOPBSRC002BSGFWPTV006AV007AV008AV009AV001AV002AV003AV004AV005AV005CV004CFsilencerPRIMARYLOOPASRC002ASGcondenserSTEAMVALVESCONTROL主蒸汽系统

SteamSystem汽轮机大气释放阀安全阀隔离阀给水给水安全壳系统安全壳喷淋系统

Containmentspraysystem(EAS)

在大破口失水事故（LossofCoolantAccident,LOCA）时，冷却剂蒸发的蒸气和放射性产物会释放到安全壳中安全壳喷淋通过吸收热量，使得环境压力和温度下降喷淋水中含有苏打（soda），可用来除去放射性碘（iodine）核电站冷却水系统（最终热阱）设备冷却水系统乏燃料池热交换器化容系统热交换器主泵冷却热交换器控制棒驱动机构冷却热交换器等重要厂用水系统设备冷却水系统热交换器冷凝器消防水核电站冷却水系统压水堆核电站布置图主控室乏燃料池汽水分离再加热器硼酸箱换料水池除氧器岭澳核电厂平面布置图反应堆安全系统

ReactorSafetySystems安全注射系统safetyinjection高压安注highpressureinjection蓄压箱accumulator低压安注lowpressureinjection辅助给水系统auxiliaryfeedwater蒸汽排放系统steamdump安全壳喷淋系统containmentspray岭澳核电厂安全系统布置4.3核电厂的主要设备

（以压水堆为例）压力容器pressurevessel主冷却剂泵（主泵）coolantpump蒸汽发生器steamgenerator稳压器pressurizer主管道mainpipe汽轮发电机机组steamturbineandgenerator汽轮机steamturbine发动机generator冷凝器condenser反应堆压力容器

ReactorPressureVessel压力容器特性

CharacteristicsofPressureVessel作用以铀或钚作核燃料，可控地进行链式裂变反应，并持续不断地将裂变能量带出作功的一种特殊的原子锅炉形式外形直径约5米，壁厚约200毫米，总高约13米的圆柱形反应容器耐15.4Mpa的高压容器秦山核电二期压力容器岭澳核电站堆内构件秦山三期排管冷却剂泵（主泵）

CoolantPump(MainPump)飞轮电机电机轴泵轴冷却剂入口冷却剂出口冷却剂泵特性

CharacteristicsofCoolantPump作用通过推动冷却剂流动将反应堆热量送到蒸汽发生器，传递给二回路给水形式主泵采用直立式、单级、混流式轴封泵泵和电机分开，电动机在上部电动机上设有飞轮，以增加泵的转动惯量特性为一回路中高速转动的设备当主泵断电时，泵仍能继续转动几分钟为防止带放射性的冷却水泄漏，泵轴上设有三道密封，由两道流体静压和一道机械密封串联组成主泵岭澳核电站主泵蒸汽发生器

steamgenerators

U型传热管U-typetubebundle

汽水分离器steamseparator

给水入口feedwaterintake

环形下降通道干燥器dryer秦山二期蒸汽发生器蒸汽发生器特性

CharacteristicsofSteamGenerator作用将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备heatexchanger形式它采用带汽水分离器的饱和蒸汽saturatedsteam自然循环蒸汽发生器thenaturalcirculationSG结构直立式倒U型传热管束U-typetubebundle管板三级汽水分离器steamseparator

外壳容器环型管下降通道downcomer蒸发器实物岭澳东方锅炉厂秦山三期秦山二期蒸发器穿管－岭澳StructureofthesteamgeneratorsinVVER-440units稳压器

Pressurizer电加热器ElectricalHeater

喷淋spray岭澳核电站秦山二期核电站稳压器特性

CharacteristicsofSteamGenerator作用补偿一回路冷却水温度变化引起的回路水容积的变化调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力结构直立式电加热稳压器结构呈圆柱形筒体容器顶部设置有抑制压力升高的喷雾器（喷淋）sprayer底部设有升高压力的电加热元件heaterelements工作状态正常运行时，稳压器内一半容积为水，另一半为保持一定压力的蒸汽开启电加热元件可使热水汽化，从而提高压力上部喷雾冷水，可使蒸汽凝结降低压力主管道

MainPipe安注箱岭澳安注箱“东方锅炉厂”硼注箱岭澳核电站汽轮发电机机组

SteamTurbineandGenerator汽轮机和发电机系统汽轮发电机机组特性

CharacteristicsofSteamTurbineandGenerator作用将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备组成饱和汽轮机saturatedsteamturbine发电机generator冷凝器condenser中间汽水分离加热器middlesteamseparator汽轮机Turbine

高压缸低压缸饱和汽轮机特性

CharacteristicsofSaturatedSteamTurbine作用将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备形式单轴、四缸六排汽、冷凝式饱和蒸汽轮机在汽轮机高压缸和低压缸之间，设有两个汽水分离再热器，对蒸汽进行中间除湿和加热特性饱和汽轮机发电机

Generator发电机特性

CharacteristicsofGenerator作用产生电形式发电机为氢、水冷却无刷励磁的三相交流发电机机组转速为